多轴疲劳模型对比研究及其在核电结构热疲劳寿命预测中的应用

压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现的热疲劳问题影响核反应堆的安全。本文通过一种采用单轴疲劳试验数据拟合疲劳寿命曲线,进而用于预测多轴疲劳寿命的分析方法,基于文献中的疲劳试验数据,对Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型进行了余热排出系统冷热水混合区管道材料304L不锈钢疲劳寿命预测结果的对比研究。基于余热排出系统冷热水混合区管道的三维简化有限元模型,分别应用Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型对管道热疲劳寿命进行了预测,并与试验结果进行了对比验证。研究结果表明,基于应变（含平均应力修正）的Fatemi-Socie模型比较适用于304L不锈钢的疲劳分析,其热疲劳寿命预测结果相对Dang Van模型、Matake模型较合理。     

TACR非能动慢化剂余热排出系统消除不稳定性研究

为了解决非能动慢化剂余热排出系统的不稳定性,本文对原系统结构设计进行了更改,并采用cATHENA程序模拟了在失流事故工况下改进后的系统排热能力.对模拟计算的结果分析表明,改进后的非能动慢化剂余热排出系统能够保证反应堆安全,并且消除了系统中的不稳定性.     

中国实验快堆非能动余热排出系统中非能动爆破片疲劳性能试验

非能动余热排出系统是保证试验快堆安全工作的重要措施,爆破片是一种非能动超压泄放装置.本文对反复加载的疲劳载荷作用下的爆破片动作性能进行了实验研究,载荷应力为80%爆破片标定爆破压力,载荷循环次数超过1×105,疲劳试验前后的爆破片动作压力差别小于1.5%,说明余热排出系统中选用的爆破片耐疲劳性能优异,可以稳定保证非能动余热排出系统的可靠工作.     

CEFR余热排出系统实验验证

CEFR在事故停堆后的剩余功率需通过事故余热排出系统导出。CEFR要求验证在事故余热排出阶段剩余功率≤额定功率的1％（功率分别为 2、3、4、6和 8.5kW）时,堆池内是否还存在有堆芯-热腔室-冷腔室-堆芯这一自然循环流动。此外,通过相应工况下整个热腔室内的温度分布的实验测量,为验证有关计算程序提供实验依据。 由于种种原因的影响,在CEFR的寿期中很可能出现2台余热冷却器中的1台停运的情况,因此工程部要求通过实验提交该工况下的安全性能的验证报告。国外在相关研究中发现,     

10MW熔盐堆非能动余热排出系统概念设计

以美国橡树岭国家实验室设计的10 MW熔盐实验堆(MSRE)作为研究对象,提出一种满足安全要求的非能动余热排出系统概念设计,给出系统回路的构成、主要设备及主要设计参数。同时对此系统的自然循环特性、排热能力等热工水力性能进行计算分析,结果表明,所设计的非能动系统可以满足反应堆余热排出要求,并具有相当的安全裕量,同时系统排热规律与排盐罐内的衰变热释放过程较为接近,确保熔盐温度平稳降低。     

5MW核供热站余热排出系统的试验研究

清华大学5MW核供热站的余热排出系统是由3个自然循环构成的非能动式余热排出系统。各个阶段的调试表明,该系统的设计是合理的,3个循环均能迅速建立,排热能力达到设计要求。对于主换热器与蒸发器间循环建立条件,循环流动方向,蒸发器与空冷器间蒸发-冷却循环的建立条件等都进行了试验研究,并给出了明确结论。     

二次侧非能动余热排出系统实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。     

EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析

本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目（IAEA CRP）框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验（SHRT-17、SHRT-45R）进行了分析,计算了事故余热排出系统（DRACS）的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。     

非能动余热排出系统试验的失真度分析

采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

余热排出系统安全壳外破口事故源项分析

当余热排出(RHR)系统入口管道在安全壳贯穿件下游发生断裂时,放射性核素随一回路冷却剂的排放直接释放到环境中。本文根据RHR系统安全壳外破口事故的特点,提出了一套评估放射性后果的计算方法。同时,评估了在不同的RHR系统隔离时间下的放射性后果。根据计算结果和GB 6249—2011的要求,选择300s作为发生该类事故后隔离RHR系统的限值,为我国自主化第三代核电厂RHR系统隔离方案设计提供一个设计基准。     

余热排出系统管道热疲劳裂纹萌生方向的理论和数值研究

在压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现了由热疲劳导致的不同方向的浅裂纹群,疲劳裂纹的萌生方向可根据临界面方向进行预测。本文对临界面方向进行了理论推导,得出了双轴疲劳载荷作用下临界面方向的解析解。基于C++语言开发了临界面方向的分析程序,同时采用C++开发的分析程序和有限元软件Code_Aster计算了临界面方向,并将计算结果与理论解析解进行了对比验证。临界面方向分析结果与余热排出系统管道中发现的热疲劳裂纹方向吻合。研究表明,余热排出系统管道焊接残余应力对热疲劳裂纹萌生方向具有决定性的作用。     

非能动余热排出系统的稳态特性研究

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了1种二次侧非能动余热排出系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了该系统在主系统正常运行和运行瞬变工况下的稳态特性。结果表明,主系统带功率运行时,二次侧非能动余热排出系统可依靠回路工质的密度差和压力平衡使系统自动处于备用状态,不影响主系统的运行。此外,根据计算结果,分析了冷热源位差对系统稳态特性的影响。     

AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析

非能动余热排出系统（PRHR）作为AP1000非LOCA情况下带走堆芯热量的安全手段,其设备可靠性对电厂安全和经济性极为重要,文章主要介绍PRHR结构上的薄弱部分和在整个寿期的瞬态发生频度,分析了温度瞬态、流量瞬态等情况,为电厂的运行、维修和役检提供参考。     

二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以大亚湾核电站主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了全厂断电事故下,PRHRS的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起循环流动,带走蒸汽发生器二次侧热量,在一段时间内保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。并分析了换热器布置高度、系统投入时间及换热面积对余热排出系统运行特性的影响。     

非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS 的功能与应用

SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论.     

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。     

二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性研究

二次侧非能动余热排出（ASP）系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性,设计建造了ASP系统试验装置（ASPTF）。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验,并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明：低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性;增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性;降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性;主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。     

AP1000正常余热排出系统低压注射性能分析

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统（RNS）的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵的性能曲线,计算分析了RNS在向反应堆冷却剂系统进行低压注射的工况下分别从安全壳内置换料水箱和装料池两个水源吸水时该系统的低压注射性能（主要借助注射流量和注射可持续时间两个性能参数进行衡量）。通过上述计算分析,本文不仅验证AP1000 RNS低压注射功能设计的可靠性,同时也定量给出了两个低压注射水源的实际注射容量。